1 / 98

Nociones Básicas sobre Protección Radiológica

Nociones Básicas sobre Protección Radiológica. FACTOR DE PONDERACIÓN DE LA RADIACIÓN.

kedem
Télécharger la présentation

Nociones Básicas sobre Protección Radiológica

An Image/Link below is provided (as is) to download presentation Download Policy: Content on the Website is provided to you AS IS for your information and personal use and may not be sold / licensed / shared on other websites without getting consent from its author. Content is provided to you AS IS for your information and personal use only. Download presentation by click this link. While downloading, if for some reason you are not able to download a presentation, the publisher may have deleted the file from their server. During download, if you can't get a presentation, the file might be deleted by the publisher.

E N D

Presentation Transcript

  1. Nociones Básicas sobre Protección Radiológica

  2. FACTOR DE PONDERACIÓN DE LA RADIACIÓN La Dosis absorbida D, o la dosis absorbida media en un órgano DT, no son magnitudes suficientes en si mismas para caracterizar un daño. El riesgo de efecto biológico no depende solo de la energía depositada por unidad de masa de tejido irradiado sino también del modo en que esta energía es distribuida. El Factor de ponderación El factor de ponderación de la radiación es una medida de los efectos biológicos producidos por las distintas radiaciones, comparados con los producidos por los rayos X y gamma para una dosis absorbida dada.

  3. MAGNITUDES DOSIMÉTRICAS DOSIS EQUIVALENTE En un tejido T la dosis equivalente HT es : wR Es el factor de ponderación de la radiación, que depende del tipo y energía de la radiación, pero no del tejido irradiado y DTR es la dosis absorbida promediada sobre el tejido T debida a la radiación R Unidad de la dosis equivalente SI: Sievert (Sv) 1 Sv = 1 J / 1 Kg Unidad antigua: rem 1 Sv =100 rem

  4. EL FACTOR DE PONDERACIÓN refleja la efectividad biológica relativa RBE de las radiaciones en la producción de efectos estocásticos a bajas dosis.

  5. La Comisión Internacional de Protección Radiológica (ICRP) Es una asociación científica independiente dedicada a fomentar el progreso de la ciencia de la protección radiológica para beneficio público. Para ello edita periódicamente documentos científicos en forma de recomendaciones o guías en todos los aspectos de la protección radiológica. La ICRP se fundó en 1928 por la Sociedad Internacional de Radiología, llamándose en un primer momento Comité Internacional de Protección ante los Rayos-X y el Radio, cambiando en 1950 su nombre al actual. Su sede se encuentra en el Reino Unido y su secretaría científica en Suecia.

  6. Factores de ponderación de la radiación ICRP 60

  7. Factores de ponderación de la radiación ICRP 103

  8. DOSIS EQUIVALENTE cont. Una dosis equivalente de 1 SIEVERT representa la cantidad de dosis de radiación que es equivalente, en términos de un daño biológico especificado, a 1 Gray de rayos X o gamma.

  9. Ejercicio 1: ¿Por qué es 1 mGy de radiación alfa considerado más dañino al tejido que 1 mGy de radiación beta?

  10. Sol: WR= 20 WR= 1 H = 1.10-3 x 20 = 20.10-3 Sv = 20 mSv H = 1.10-3 x 1= 1.10-3 Sv = 1mSv 1 mGy de radiación  produce al tejido una dosis equivalente de 20 mSv 1 mGy de radiación  produce al tejido una dosis equivalente de 1 mSv

  11. Ejercicio 2: Calcule la dosis equivalente total al tejido proveniente de dosis separadas de 3 mGy de gamma, 0.6 mGy de neutrones de 100 KeV y 1 mGy de radiación beta.

  12. Sol: WR= 1 WRn= 10 w  = 1 H = 3.10-3 x 1 = 3.10-3 Sv = 3 mSv Hn = 0.6.10-3 x 10 = 6.10-3 Sv = 6 mSv H = 1.0.10-3 x 1 = 1.10-3 Sv = 1 mSv HT= 3 + 6 + 1 = 10 mSv

  13. MAGNITUDES DOSIMÉTRICAS cont. DOSIS EFECTIVA (E) Cuando la exposición del organismo no es uniforme, para la estimación de los efectos habrá que tener en cuenta la dosis absorbida por los distintos órganos. Para ello se define la dosis efectiva (E). La dosis efectiva es la suma ponderada de las dosis equivalentes medias, recibidas en los distintos órganos o tejidos. donde: HT: Dosis equivalente media en órgano o tejido T WT: Factor de ponderación relativo al tejido T Unidad:J.Kg-1, Sv

  14. Factores de ponderación ICRP 103: 0.05 0.05 0.20 0.05 0.05 0.05 0.05 ** ** Agregado en el ICRP 103 En rojo valores recomendados ICRP 60

  15. Ejercicio 1: Calcular la dosis efectiva producida en un individuo que se ha expuesto a 20 mSv de radiación  en todo el cuerpo.

  16. Sol: H= 20 mSv WT= 1 (todo el cuerpo) E = 20.10-3 x 1 = 20.10-3 Sv = 20 mSv H = E

  17. La integral corresponde a una sola incorporación altiempo toy donde, HTes la tasa de dosis equivalente en un tejido u órgano T, al tiempo t,y tes el período de tiempo sobre el cual se efectúa la integración. Cuando no está especificado, se toma igual a 50 años para adultos y en el caso de niños,se integra hasta la edad de 70 años. • MAGNITUDES DOSIMÉTRICAS ADICIONALES (Para contaminación interna) La dosis equivalente comprometida se definemediante la siguiente expresión: Unidad: J.kg-1 = Sv

  18. MAGNITUDES DOSIMÉTRICAS ADICIONALES (Para contaminación interna) DOSIS EFECTIVA COMPROMETIDA, E(t) Si las dosis equivalentes comprometidas en cada tejido u órgano debidas a una dada incorporación se multiplican por los correspondientes factores de ponderación wT, y se suman dichos productos, se obtiene la dosis efectiva comprometida, Unidad: J.kg-1 = Sv

  19. Donde Ni es el número de individuos expuestos del grupo i y HT,i es la dosis equivalente media del grupo i en el órgano T. MAGNITUDES PARA GRUPOS DE INDIVIDUOS EXPUESTOS DOSIS EQUIVALENTE COLECTIVA, ST Esta magnitud expresa la exposición total a la radiación de un órgano determinado T, en un grupo de individuos Unidad: Sv.hombre

  20. Donde Ni es el número de individuos expuestos del grupo i y Ei es la dosis efectiva media del grupo i. MAGNITUDES PARA GRUPOS DE INDIVIDUOS EXPUESTOS DOSIS EFECTIVA COLECTIVA, S Si se desea dar una medida de la exposición a la radiaciónen una población, se puede calcular la dosis efectivacolectiva Unidad: Sv.hombre

  21. RESUMEN: MAGNITUDES DOSIMÉTRICAS BÁSICAS RESUMEN: MAGNITUDES DOSIMÉTRICAS ADICIONALES

  22. RESUMEN: MAGNITUDES DOSIMÉTRICAS PARA GRUPOS EXPUESTOS

  23. Ejercicio 1: • Enumerar en orden decreciente del daño que produce • sobre un individuo los distintos tipos de radiaciones. • 20 mGy de radiación X en pulmón + 15 mSv de radiación • con neutrones térmicos en esófago. • 8 Gy de radiación  en esófago. • 3 mGy de radiación  en hígado + 15 mSv de radiación  • en vejiga. • 20 mSv de radiación  en todo el cuerpo. • Una dosis efectiva de 20 mSv.

  24. Ejercicio 2: Un individuo recibe 10 mSv de radiación  en hígado + 5 mGy de radiación X en pulmón. ¿Cual es la dosis efectiva total recibida por el individuo?

  25. Ejercicio 3: Un individuo recibe 10 mSv con neutrones de energía mayor a 20 MeV en vejiga + 5 mGy de radiación  en pulmón. ¿Cual es la dosis efectiva total recibida por el individuo?

  26. Resumen FACTOR DE PONDERACIÓN TIPO DE RADIACIÓN (WR) FACTOR DE PONDERACIÓN TIPO DE TEJIDO (WT) DOSIS ABSORBIDA DOSIS EQUIVALENTE DOSIS EFECTIVA (Sv) (Sv) (Gy)

  27. Resumen GRUPO DE INDIVIDUOS DOSIS EQUIVALENTE DOSIS EQUIVALENTE COLECTIVA (Sv.h) GRUPO DE INDIVIDUOS DOSIS EFECTIVA DOSIS EFECTIVA COLECTIVA (Sv.h)

  28. IRRADIACIÓN EXTERNA • Fuente exterior al cuerpo , el efecto se detiene cuando se detiene la exposición. Tiempo Control Distancia Blindaje

  29. IRRADIACIÓN EXTERNA TIEMPO • Las dosis absorbidas por irradiación externa son directamente proporcionales al tiempo durante el cual se estuvo expuesto al campo de radiación. UNA BUENA PLANIFICACIÓN Y UN CONOCIMIENTO ADECUADO DE LAS OPERACIONES A REALIZAR PERMITIRÁ UNA REDUCCIÓN DEL TIEMPO DE EXPOSICIÓN.

  30. Por ejemplo, si un instrumento dice que el nivel de radiación en un área es de 150 Sv /h y que lleva 6 horas completar una tarea, la dosis recibida sería: 150 Sv /h x 6h = 900 Sv Un adecuado planeamiento del trabajo puede reducir el tiempo invertido en la tarea de 6 a 4 horas – y en ese caso la dosis absorbida sería de 150 Sv /h x 4h = 600 Sv

  31. TIEMPO cont. Condiciona los diseños de sistemas o componentes, de modo que las tareas de reparación, mantenimiento e inspección en servicio sean ejecutadas de manera sencilla y rápida. Se tiende a la robotización. En los casos en los que no se tenido en cuenta esas previsiones de diseño se rota al personal de modo de respetar los limites individuales de dosis. Esto mantiene bajo control los riesgos individuales pero no modifica LA DOSIS del personal en su conjunto.

  32. Si se desea limitar la dosis a recibir a un cierto valor prefijado, y se conoce la tasa de dosis, se puede calcular el máximo tiempo de exposición usando la siguiente fórmula: Si se desea limitar la dosis a 750 Sv, ¿cuánto tiempo se podrá trabajar bajo una tasa de dosis de 500 Sv /h?

  33. Ejercicio 1: ¿Durante cuánto tiempo es posible permanecer en un campo de radiación de 2 mSv /h si se tiene una limitación de dosis máxima total de 100 Sv? Rta: 3 min.

  34. IRRADIACIÓN EXTERNA DISTANCIA • La dosis recibida es inversamente proporcional al cuadrado de la distancia a la fuente radiactiva (geometrías puntuales, es decir cuando las distancias punto - fuente son significativamente mayores que las dimensiones de la fuente). ES RECOMENDABLE LA UTILIZACIÓN DE DISPOSITIVOS O MANDOS A DISTANCIA EN AQUELLOS CASOS EN QUE SEA POSIBLE.

  35. DISTANCIA cont. 1 2 d1 d2 Cuando la distancia punto-fuente es comparable a las dimensiones de la fuente, la reducción de la tasa de dosis como consecuencia del aumento de dicha distancia, es menos notable y función de la geometría de la fuente.

  36. Ejercicio 1: Si el campo de radiación gamma a 1 m de distancia a la fuente es 320 Sv/h, ¿cuánto vale a 4 m? Rta: 20 Sv/h a 4 m. Ejercicio 2: Si el campo de radiación gamma a 6 m de una fuente mide 20 Sv/h, ¿qué campo de radiación esperaría a 4 m de la fuente? Rta: 45 Sv/h .

  37. IRRADIACIÓN EXTERNA BLINDAJE • La interposición de espesores de materiales adecuados entre las fuentes de radiación y las personas expuestas resulta eficiente para el control de la exposición a la irradiación externa. • La atenuación que sufre la radiación ionizante depende de su naturaleza, de su propia energía y de la naturaleza del material absorbente.

  38. BLINDAJE cont. Partículas Alfa: El reducido alcance de las partículas alfa en aire (aproximadamente 1 cm por MeV de energía) y su escasa penetración en el tejido (no llegan a atravesar la capa basal de la piel estimada en 70 m), hacen innecesario cualquier tipo de protección contra la radiación externa. Partículas beta: Dado su alcance finito, la tasa de fluencia de partículas beta puede reducirse a cero si se interpone un material de espesor mayor o igual al alcance de las partículas en dicho material. Para materiales de bajo número atómico se cumple que:

  39. BLINDAJE cont. Donde Ra y a son el alcance de la partícula en el material a y la densidad del material a respectivamente. Donde Rb y b son el alcance de la partícula en el material b y la densidad del material b respectivamente.

  40. BLINDAJE cont.

  41. BLINDAJE cont. Como blindantes para radiación beta se utilizan materiales de bajo número atómico tales como aluminio, lucite y vidrio, a fin de reducir la generación de radiación secundaria de frenado (bremsstrahlung) constituida por rayos X. Para fuentes de radiación beta con actividad mayor que algunas decenas de GBq (cientos de milicuries) generalmente es necesario adicionar un blindaje de plomo para atenuar la radiación de frenado. Este último requerimiento es especialmente importante en el caso de radiación +, porque al detenerse se aniquilan originando dos fotones de 0,51 MeV de energía cada uno.

  42. BLINDAJE cont. Blindaje de radiación indirectamente ionizante (fotones y neutrones): La atenuación de un haz de radiación indirectamente ionizante en un material sigue, con bastante aproximación, una función exponencial negativa. Por lo tanto, la interposición de un blindaje de espesor x entre una fuente de radiación y un punto de interés P, produce una atenuación de la tasa de dosis en dicho punto de acuerdo a la siguiente expresión:

  43. BLINDAJE cont. donde es la tasa de dosis en el punto de interés P cuando no hay ningún blindaje interpuesto entre la fuente y dicho punto, figura 1 (a). es la tasa de dosis en el punto de interés P cuando se interpone un blindaje de espesor t entre la fuente y dicho punto, figura 1 (b). es el factor de atenuación

  44. BLINDAJE cont. • Del análisis de la expresión anterior surque que: • Para que la tasa de dosis se reduzca a cero sería necesario un blindaje de espesor infinito (dicho de otra manera, es imposible reducir a cero la tasa de dosis por interposición de blindaje). • Si permanecen constantes todos los otros factores (geometría, tipo y energía de la radiación incidente y densidad y composición del material del blindaje) la relación que representa la fracción transmitida o factor de transmisión, es solo función del espesor del material interpuesto

  45. RELACIÓN DE TRANSMISIÓN k PARA RADIACIÓN GAMMA PARA PLOMO

  46. RELACIÓN DE TRANSMISIÓN k PARA RADIACIÓN GAMMA PARA PLOMO

  47. RELACIÓN DE TRANSMISIÓN k PARA RADIACIÓN GAMMA PARA CONCRETO

  48. RELACIÓN DE TRANSMISIÓN k PARA RADIACIÓN GAMMA PARA CONCRETO

  49. RELACIÓN DE TRANSMISIÓN k PARA RADIACIÓN GAMMA PARA EL ACERO

More Related